並列タイトル等Study on reactor safety for various FBR plant concepts (1); Results in 1999
一般注記1999年度から2年間の計画で実用化戦略研究フェイズ1を実施している。本報告書は同調査研究の中で対象としたFBRプラントシステムについて、炉心安全性の観点から検討加えた結果フェイズ1の中間段階でとりまとめたものである。ここでは、新型燃料の安全特性を把握し、各炉心が目標とする炉心安全性を備えていることを確認する目的で、基礎的な検討を含めて下記を行った。すなわち、各種炉心の損傷状態における再臨界性の検討、再臨界回避方策の検討、Na冷却MOX炉の評価、金属燃料、窒化物燃料の安全性特性比較、Na冷却炉のボイド反応度の目安、各種炉心のCDA事象推移の検討、等である。ここでの検討結果は適宜、炉心、プラントの設計に反映されている。フェイズ1の後半では安全性の観点における判断に備えるため、各炉心・プラントの設計の進渉に合わせてさらに検討を進めていく。
The Phase I of the Feasibility Studies on Commercialized Fast Breeder Reactor Cycle System is being performed for two years from Fisca1 Year (FY) 1999. This report describes the results obtained in FY 1999 as an interim report of the Phase I from the viewpoint of reactor safety for various FBR plant condidates. The objectives of the study are to understand the safety charaeteristics of advanced fuel and to examine the fulfillment of the target level of reactor safety in each plant concept. The items studied are the recriticality characteristics of degraded core for various core concepts, investigation of the measures for avoiding recriticality event, safety analysis of sodium cooled MOX fueled cores, target of void worth in core design for sodium cooled reactors, and investigation of core disruptive accident sequences in various reactor concepts. The results of this study have been reflected properly to the core and plant design. In FY 2000, the study will be continued along with the progress of the plant design in order to prepare for the judgment of the candidates from the viewpoint of reactor safety.
一次資料へのリンクURL/JNC-TN9400-2001-056.pdf/ comment：fulltext
連携機関・データベース国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）
提供元機関・データベース日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System